1、 1 附 件 2：国 际 热 核 聚 变 实 验 堆 （ ITER） 计 划 专 项（ 国 内 研 究 ）磁约束聚变数值模拟与理论研究课 题 申 请 书课 题 名 称 ：液 态 增 殖 包 层 概 念 设 计 与 氚 滞 留 量 研 究申 请 人 ：宋 勇申 报 单 位 ：中 国 科 学 院 等 离 子 体 物 理 研 究 所申 报 日 期 ：2011 年 7 月 27 日中 华 人 民 共 和 国 科 学 技 术 部 制 2 摘要（1,000 字左右）简述申请人有关背景和学术贡献，申请课题的重要性与必要性、拟 解决的关键问题、主要研究内容和目标。宋勇简历聚变能作为一种有潜力的新型“清洁、安全
2、和永久 ”能源，是解决未来能源问题的重要途径。在反应堆中，包层是实现高环境适应性和低发电成本聚变能应用的关键能量转换部件。包层模块 直接面向高温等离子体，D-T 聚变释放能量的 80%以中子动能的形式出现，在包层 中实现中子能量沉积、并实现产氚等功能。其冷却 剂把包层中核热带出，实现能量 转换进行发电；其增殖剂实现产氚功能。液态锂铅作为目前技术相对成熟且最具有潜力的增殖剂材料，其与水、空气等化学活泼性不高，且氚溶解度 较低，易于提取，与金属 Li 相比导电性不高， MHD 效应相对较弱，并可作为冷却 剂。液 态锂铅包层有着巨大的近期和长期研究应用前景，成为 目前国际上包层概念 设计的主要候选包
3、层方案之一，欧盟、美国等参与ITER 项目的各方都提出并发展了其锂铅实验包层模块。同时，氚作为重要的聚变堆燃料之一，价格昂贵，且具有放射性和渗透性，极易渗透出来造成氚燃料的损失及对聚变堆周围环境潜在的放射性危害。而包层及其辅助系统做为反应堆氚循环中极为重要的一环，要实现氚的增殖与提取，其产氚、提氚效率与放射性安全性也是目前聚变相关研究中的重要课题。因此对液态锂铅包层进行概念设计与氚滞留量分析，以尽可能提高氚的增殖效率并降低氚向环境的渗透释放，对提高反应堆经济性，验证其安全性具有重要意义。本项目拟开展氦冷液态锂铅包层概念设计研究，包括包层中子学设计、热工水力学设计与建造技术预研等核心内容。并在此
4、基础上开展包层氚分布建模工作，完成程序的开发，对氚在包层 中的扩散、滞留、渗透等行 为进行模拟，获得其产氚效率，氚在包层各部件中的分布与滞留情况，以及氚向堆外的释放情况。最终实现对其经济性与安全性的验证，为未来聚变能的发展与商业应用提供参考。 3 申请书正文（30,000 字左右）一、立项依据开展研究的重要性和必要性。在聚变反应堆中，包层是实现高环境适应性和低发电成本聚变能应用的关键能量转换部件。目前 ITER 国际合作项目主要目标之一就是为了验证未来示范堆（DEMO：Demostration power reactor）和商用聚变堆包层以及材料相关的关键技术，并决定在 ITER 装置赤道平面
5、位置上 设计三个实验 包层模块（即 TBM：Test Blanket Module）窗口，分别进行不同概念和不同目 标的增殖包 层模块实验。液态锂铅作为目前技术相对成熟且最具有潜力的增殖剂材料，其与水、空气等化学活泼性不高，且氚溶解度 较低，易于提取，与金属 Li 相比导电性不高， MHD 效应相对较弱，并可作为冷却 剂。液 态锂铅包层有着巨大的近期和长期研究应用前景，成为 目前国际上包层概念 设计的主要候选包层方案之一，欧盟、美国等参与ITER 项目的各方都提出并发展了其锂铅实验包层模块。同时，氚作为重要的聚变堆燃料之一，价格昂贵，且具有放射性和渗透性，极易渗透出来造成氚燃料的损失及对聚变堆
6、周围环境潜在的放射性危害。而包层及其辅助系统做为反应堆氚循环中极为重要的一环，要实现氚的增殖与提取，其产氚、提氚效率与放射性安全性也是目前聚变相关研究中的重要课题。因此，开展液态锂铅包层概念设计研究，包括包 层中子学设计、 热工水力学设计与建造技术预研等核心内容；并在此基础上开展包层氚分析建模工作，对氚在包层中的扩散、滞留、渗透等行为进行模拟，获得氚在包 层各部件中的分布与滞留情况，以及氚向外的泄露释放情况；通过对包层系统的设计与模拟分析优化，尽可能提高氚的增殖效率并降低氚向环境的渗透释放，最终实现对其经济性与安全性的验证，具有极为重要的意义，并可 为未来聚变堆氚系统设计、维持聚变堆氚燃料的自
7、持和周围工作人员及居民的安全提供参考和理论依据。二、国内外研究现状和发展趋势 4 课题所在领域的国际最新研究进展和发展趋势，国内研究现状和水平，相关研究工作取得突破的可能性等。液态锂铅包层作为目前国际上包层概念设计的主要候选包层方案之一。欧盟先后提出了水冷锂铅（WCLL：Water-Cooled Lead-Lithium）包层聚变电站（PPCS-A）、双冷氦- 锂铅 （DC：AdeancedDual Coolant）包层聚变电站（PPCS-C）、自冷锂铅包层聚变电站（PPCS-D ）等设计方案；最近又发展研究了氦冷 锂铅（HCLL ：Helium Cooled Lead Lithium）包层方
8、案，同时为 了研究和验证氦气单冷 锂铅包层的相关工程技术，在参与国际 ITER 项目时，提出了氦冷锂铅实验包层模块 HCLL-TBM 概念设计方案。美国提出了双冷锂铅包层球形托卡马克 ARIES-ST 及自冷锂铅包层先进概念聚变堆 ARIES-AT 设计，并加入了 ITER 国际合作计划，发展了以双冷锂铅概念为主的实验包层模块 DCLL-TBM（Dual Coolant Lithium Lead TBM），用来研究和验证双冷锂铅包层相关技术。我国近几年在聚变堆和包层概念研究上发展迅速，中国科学院等离子体物理研究所反应堆技术研究室，在国家“863”计划、国家自然科学基金、中科院知 识创新工程等项
9、目的资助下，开展了一系列液态锂铅包层相关技术研究，发展了系列液态金属锂铅（LiPb）包层概念：双冷嬗变（DWT: Dual-cooled Waste Transmutation）包层，主要以生产核燃料、嬗变核废 料及增殖能量为目的；双冷却剂高功率密度液态金属（DLL：Dual-coolant Lithium Lead）包层和单冷却剂液态金属（SLL: Single-coolant Lithium-lead）包 层，可 实现 高效率聚变能发电；利用相对成熟的材料技术基于多级流道插件结构获得高温（9001000 ）的液态锂铅（HTL ：High Temperature Liquid Lithium
10、 Lead）包层；并在 DLL 和 SLL 包层基础上提出了一个兼顾技术发展可行性和先进性的双功能锂铅实验包层模块 DFLL-TBM（Dual-Functional Lithium Lead TBM）实验系 统用于 ITER 实验，以演示和测试相关液态包层技术。氚分析是一个复杂的问题，国际上对此开展了大量的研究，经过二十多年的发展，已发 展了针对不同包层 及聚变堆设计的氚分析方法，并开发了相关的分析工具。 5 针对 ITER，国际上先后开发了 CFTSIM 软件用以实现对 ITER 的燃料循环系统优化设计，以及 TRIMO 程序用于分析 ITER 内的氚滞留量。但这些分析程序专门针对 ITER
11、 的特点而进行开发，不具有广泛的适用性。欧洲发展了液态锂铅包层氚分析模型，并对 HCLL 包层进行了分析。该模型考虑了包层的结构特点以及包层的运行情况对氚分析的影响，可实现对包层内增殖氚的渗透、提取及在增殖剂和冷却剂内的滞留进行分析。但模型也做了大量的简化，如分析中忽略了等离子体中氚向包层第一壁的注入、包层内冷却剂中氚分压对氚渗透的影响等，因此不能完全满足包层氚分析的需求。美国开发了 TMAP 程序，主要应用于聚变堆面向等离子体部件的氚分析，如分析包层内氚的提取、渗透和包 层结构及相关辅助系统内的氚滞留及损失情况，以实现对聚变堆的安全性分析。国内核工业西南物理研究院，针对聚变增殖堆（FEB）设
12、计开发了氚燃料循环系统计算程序 SWITRIM，可 计算 FEB 运行过程中氚燃料循环各子系统中的氚滞留量及 FEB 开始运行所需的氚投料量。 该程序主要针对 FEB 开发，不具有广泛的适用性；另外，中科院等离子体物理研究所开展了 ITER 中国液态金属锂铅实验包层模块（DFLL-TBM）及辅助系统的氚分析工作，对 DFLL-TBM 及辅助系统内氚的提取及渗透情况进行了分析，但分析结果不全面，如没有考虑包层及辅助系统内氚的滞留、衰变 等情况。综上所述，目前已有的氚分析理论还不够完善，分析程序通用性差，不能适 应目前聚变堆氚分析的需求。因此，在充分调研国内外包 层发展现状的基础上， 进行液态锂铅
13、包层的概念设计工作，发展、完善相 应的分析理论与方法，开 发了具有自己知识产权的氚分析软件，在此基础上对锂铅包层及氚燃料循环系统进行计算和分析，探讨实现包层系统高效 产氚与安全性控制的可能途径或方法，是现实可行的且具有重要意义。三、研究内容详细阐述围绕 ITER 计划专项任务所要解决的科学技术问题。 6 研究内容重点要突出，避免分散或拼盘现象。1、以目前现有典型聚变堆设计堆芯参数为参考，在现有制造技术和外推技术条件下，开展氦冷液态锂铅包 层概念设计， 拟解决的主要科学问题：1）包层结构设计：要求结构坚固可靠，满足磁体的有效屏蔽；方便加工制造，性能可靠，连接与固定应满足 远程维修机械操作。2）包
14、层中子学设计：实现较好的氚增殖率（TBR1.05），验证结构材料在高通量中子辐照下的可靠性。3）包层热工水力学分析：满足结构材料机械性能和热限制的要求，高效的排出聚变产生核热，4）包层安全性设计：结构相对简单，并在事故状态下能抵御外力作用。2、发展、完善相应的分析理论与方法，开 发了具有自己知 识产权的氚分析软件，在此基础上对锂铅包层进行计算和分析，探讨实现包层系统高效产氚与安全性控制的可能途径或方法。拟解决的主要科学问题1）包层材料中氚行为理论研究：氚的渗透、衰变、滞留等问题：目前的氚行为理论与模型未能充分考虑包层几何、等离子体驱动渗透等问题，模型较多简化， 计算中使用大量经验值，计算误 差
15、相对较大。2）相关氚分析软件开发：目前现有包层氚分析程序做了大量简化、各种情况考虑不够全面，并且往往针对单 一包层类型设计，不具有广泛适用性。3）液态锂铅包层模块氚分析研究：针对相应的包层模块进行氚滞留量分析，获得氚在包层各部件中的分布情况，为实现包层模块的有效氚控制提供理论依据。四、研究目标详细阐述研究目标，要有具体、可考核的指标。1、液态锂铅包层概念设计1）包层结构设计：2011.12 前完成，确定包层模块的基本形式，比较给出包层模 7 块的结构设计方案。2）包层中子学设计：2012.4 前完成，给出包层模块的中子学方案，实现尽可能大的氚增殖率（TBR1.05 ）3）包层热工水力学设计分析
16、：2012.8 前完成，给出包层模块的热工水力学设计参数，保证冷却剂较高的出口温度能 够满足高效 发电。4）包层安全性分析：2012.12 前完成，完成包层模块的安全性设计方案与事故分析结果。2、发展、完善相应的分析理论与方法，开 发了具有自己知 识产权的氚分析软件。1）包层材料中氚行为理论研究：2012.2 前完成，给出一套完善的材料中氚行为理论与计算分析方法，包括 氚的渗透、滞留、衰变等 问题。2）相关氚分析软件开发：2012.6 前完成，给出一套经过系统校验的聚变堆液态锂铅包层氚分析程序。3）液态锂铅包层模块氚分析研究：2012.12 前完成，对现有包层模块设计进行氚滞留量分析，给出其氚
17、分布分析 结果。五、研究方案结合研究内容阐述学术思路、技术途径及其创新性，与国内外同类研究相比的特色和取得突破的可行性分析等。1、以目前现有典型聚变堆设计堆芯参数为参考，开展氦冷液态锂铅包层概念设计，主要包括以下几个方面：1）包层结构设计在对国际聚变包层概念结构进行广泛调研、理解、分析比较的基础上，首先确定包层模块的基本形式，在其物理功能、工程概念实现 的可行性、可靠性、 经济性的方面综合考虑、分析、比较给出包层模块的结构设计 方案。 8 A 包层基本结构形式与选择：包层结构材料、冷却剂方式等相关参数的确定。B 包层标准模块的结构设计：增殖区布置，LiPb 回路流道设计，氦冷却供给设计，第一壁
18、（FW）设计，隔板（ SP）设计。C 包层分体部件间机械连接设计：包括可更换包层模块的固定连接，氦气、锂铅母管拆卸连接。液态锂铅包层模块结构设计在对国际聚变包层概念结构进行广泛调研、理解、分析比较的基础上，根据现 有知识和技术外推、以求获得较高性能参数， 实现更换维护成本低，经济性好等设计 目标。2）包层中子学设计优化：核反应堆的行为是由反应堆系统内部中子的空间、能量、时间分布所决定的。A 包层中子学模型研究：利用蒙特卡罗自动建模程序 MCAM 建立液态锂铅包层模块的三维中子学模型，避免简化的一维、二维模型带来的计算误差。B 中子学优化与分析：考虑到对氚增殖的要求，TBR 值是包层模块中子学优
19、化的主要目标，主要对 6Li 富集度、 氚增殖区厚度进行优化计算，以期得到TBR 较 大的中子学设计方案。C 第一壁辐照损伤分析：包层第一壁直接面对等离子体，聚变反应产生的高能中子直接轰击会使结构材料形成大量的离位损伤。分析包层运行寿期末包层模块第一壁的辐照损伤特性，获得其辐照损伤程度。通过对液态锂铅包层模块中子学设计与优化，获得一个合理的中子学方案，以期实现尽可能高的氚增殖率 TBR，并通 过辐照损伤相关分析，验证其在聚变堆运行寿期内的包层材料的可靠性。3）包层热工水力学分析由于聚变包层冷却剂出口温度较高，包层的结构设计和系统的冷却方始较为关键。A 热工水力学模型研究：采用商业软件建立液态锂
20、铅增殖包层模块的多维结 9 构模型，确定模型的边界条件，包括结构材料的选择、冷却 剂进出口温度等限制。B 热工水力学优化与分析：通过对包层模块的热工水力学分析，切丁包层模块的最大工作温度与应力要求，从而实现对包层结构设计的改进与优化。通过包层热工水力学分析，获得一个合理的包层热工水力学参数方案，在保证包层结构模块的最大温度和应力低于材料的最大允许范围，实现较好的冷却剂的出口温度以满足高效发电。4）包层安全性分析A）确定事故模式：分析包层系统中每一产品所有可能 产生的失效模式，并按照每一个失效模式的严 重程度、 检测难以成对以及反射频度予以分类。B）事故后果分析：对事故造成的可能后果进行分析评估
21、，给出安全性的建议，并对包层相关设计进行 优化。通过包层安全性分析，对包层模块的安全性进行评估，确定事故模式、分析事故后果，并对其安全性相关 设计进行优化，以保 证对 反应堆以及工作人员和环境不构成显著影响。2、发展、完善相应的分析理论与方法，开 发了具有自己知 识产权的氚分析软件，在此基础上对锂铅包层进行计算和分析，探讨实现包层系统高效产氚与安全性控制的可能途径或方法。1）包层材料中氚行为理论研究A）氚的渗透：综合考虑包层结构几何效率、涂 层的阻挡效应等问题，考虑聚变堆包层中氚的渗透问题，包括面向等离子体部件氚的注入与渗透、LiPb 中氚向冷却剂与包层外的渗透等计算与分析。B）氚的滞留：分别
22、考虑液态锂铅包层模块在运行期间，氚在 LiPb 增殖剂、冷却剂、包层结 构材料中滞留问题 。C）氚的衰 变：聚变堆运行期间氚时时刻刻在发生衰变，其衰变直接与氚的滞留 10 相关，因此在了解和得到了稳态阶段增殖剂、冷却 剂及结构材料内氚滞留量的基础上，计算出其氚衰变损失量。通过包层材料中氚行为理论研究，针对目前氚行为理论研究较为简化、主要采用经验值， 给出一套相对完善合理的材料中氚行为理论与计算分析方法，包括氚的渗透、滞留、衰变等问题。2）相关氚分析软件开发A）确定包层氚循环与分布模型：通过对液态金属包 层氚系统的整体分析， 计算出稳态阶段增殖剂及冷却剂内的氚分压，并在此基础上实现对包层内的氚渗
23、透、氚 滞留、氚衰变及氚提取的定量分析，掌握氚 在包层内的分布情况B）软件开 发与校验：实现对液态金属包层系统的综合分析。验证其正确性与可靠性，可作为聚变堆氚系统 分析和优化的工具。完成氚分析软件开发，获得一套针对液态锂铅包层，可用于聚变堆氚系统优化分析的通用工具。3）液态锂铅包层模块氚分析研究：利用开发的液态锂铅包层模块氚分析程序，对相应的包层模块进行氚滞留量分析，获得氚在包层各部件中的分布情况，为实现包层模块的有效氚控制提供理论依据。六、现有工作基础和条件1.课题承担单位在相关研究方面的工作基础和取得的主要研究成果。工作基础与研究成果：1 实验室完成了一系列独具特色的先进反应堆与包层模块概
24、念设计，主要包括多功能聚变驱动次临界堆 FDS-I、聚 变发电堆 FDS-II、聚 变高温制氢堆 11 FDS-III 和紧凑球型聚变堆 FDS-ST、FDS/ADS 次临 界堆设计等。2 以先进核能系统设计（聚变堆、次临界堆等）为 需求，发展软件20 套，单个软件投入人力约 50100 人年， 这些软件自成体系，涉及设计、分析、 评估和仿真等各关键环节。3 先进核材料研究（结构材料、功能材料等）：包括材料 设计与优化、制备与加工技术、性能表征与评估、 辐照实验与模拟、 综合服役性能等相关研究。 实现了 4.5 吨级 CLAM 钢的冶炼。 4 先进反应堆技术研究：完成设计并建造了液态锂铅合金回
25、路、液 态铅铋合金回路、水回路/氦气回路，其中自行研制 DRAGON-IV 是世界首座高温多功能液态锂铅综合实验平台；5 涂层与氚相关技术：开发了聚变堆氚循环分析程序 TAS6 反应堆热工流体技术等; 2.课题实施所具备的工作条件，包括实验平台和大型仪器设备等，国家实验室、国家重点实验室和重大科学工程等重要研究基地在研究中所起的作用等。先进反应堆设计与仿真实验室 软件平台：拥有各类商业软件 1) MCNP：粒子 输运蒙特卡 罗程序 2) DOORS：离散纵标法程序（一/二/三维） 3) FISPACT：欧洲活化计算程序 4) ANSYS：有限元分析程序 5) Fluent：三维 CFD 计算程
26、序 6) VSG Open Inventor: 三维视景仿真引擎 12 7) Spatial ACIS: 三维几何造型引擎 硬件平台大型立体可视化系统 1) 意大利巴可主动立体投影系统 2) 至 强四核高性能图形工作站 高性能计算刀片服务器 1) 曙光高性能刀片服务器 2) 300 余计算核心，理 论计算峰值2.7 万亿次先进核材料与反应堆技术实验室 硬件平台有：1) 制备 与加工系统：真空感应熔炼炉、热等静压实验系统；2) 性能 测试分析系统：微结构分析设备、万能材料试验机、热处理炉；3)服役行 为测试平台：系列高温液态合金实验回路，其中自行研制 DRAGON-IV 是世界首座高温多功能液
27、态锂铅综合实验平台；中子物理与辐射安全实验室 硬件平台： 1) HINEG 中子发生器（在建）、小型中子管型中子发生器 2) 强度、能谱测量系统 3) 剂量 测量系统主要软件平台 1) 大型多功能中子学计算系统 VisualBUS 2) 蒙卡自 动建模软件 MCAM 3) 离散 纵标法粒子输运计算自动建模系统 SNAM 4) 科学 计算综合可视化平台 SVIP 5) 多目 标优化软件系统 MOO 13 6) 多功能 应用核数据库系统 HENDL 7) 大型集成概率安全评价软件 RiskA 8) 核 电站实时风险管理系统 RiskAngel 9) 秦山三核风险监测器 TQRM 10) 可靠性数据
28、库及其管理系统 RiskBase3.课题申报单位近五年承担的与所申报课题直接相关的国家科技计划重大、重点项目的完成情况，与所申报课题的关联和衔接。承担项目：1）科技部 ITER 重大专项“ 液态增殖剂 TBM 设计和技术可行性研究” （首席单位） 2）中国科学院知识创新工程重要方向项目“高辐照场下材料研究” （首席单位） 3）中国科学院重大仪器装备研制项目“聚变堆液态金属包层综合实验平台研制”（主持负责）4）ITER 国际合作/重大专项：自动建模、模 拟计算、安全分析与可视化。完成情况待补充七、研究队伍1.申请人研究背景宋勇博士主要从事聚变堆氚系统分析及氚控制相关研究，其主要研究工作在以下几个
29、方面：1）建立了聚变堆燃料循环系统动态氚分析模型，使燃料循环系统分析更加接近实际运行情况；2）提出了利用最小氚增殖率及最小氚供应量两个概念相结合判断聚变堆自持性 14 的新方法，使聚变堆自持性的判断方法更加客观全面；3）提出了聚变堆氚倍增所需最小增殖率的新概念，发展了氚倍增时间计算方法，可为聚变堆燃料循环系统设计及聚变堆运行控制提供指导；4）建立了液态金属包层分析模型，使包层氚分析更加全面、合理；5）研发了一套具有自主知识产权的聚变堆氚分析软件系统 TAS1.0，能快速实现液态金属包层及聚变堆燃料循环系统的分布计算分析。6）首次对聚变发电反应堆 FDS-II 氚系统进行了分析研究，为未来建造中
30、国的聚变发电示范堆（DEMO）提供理论指导和技术支持。申请人大学以上工作简历和科研工作经历，主要学术任职，主要学术成绩，近几年主持的与申请课题相关的各类国家科技计划项目情况（格式见下表），代表性论文（不超过 10 篇），获得国家和省部级科技奖励以及发明专利情况等。申请人主要工作与科研经历起 止 年 月 学 习 和 工 作 单 位 经 历1995.9-1999.7 安 徽 师 范 大 学 学 士1999.8-2001.7 皖 宁 国 市 宁 阳 中 学 （教 师 ）2001.8-2003.8 皖 宁 国 市 宁 国 中 学 （教 师 ）2003.9-2006.2 合 肥 工 业 大 学 硕 士2
31、006.3-2009.2 中 科 院 等 离 子 体 物 理 研 究 所 博 士2009.2 至 今 中 科 院 等 离 子 体 物 理 研 究 所 助 理 研 究 员 15 主要学术任职：待补充主要学术成绩：主要从事防氚渗透涂层以及聚变堆氚系统分析与控制相关研究，目前为等离子体物理研究所反应堆技术研究室室务委员，主持国家自然基金、中科院合肥物质科学研究院院长基金项目各 1 项，在国内外相关专业领域期刊上共发表论文 30 余篇，获授权专利 1 项。项 目名 称所 属计 划项 目 经 费（万 元 ）起 止年 月本 人 承 担的 任 务投 入 时 间（月 /年 ）与 申 报 项 目的 关 系代表性
32、论文：1 Yong Song, Qunying Huang, Muyi Ni, Yongliang WANG. Preliminary tritium safety analysis on China DFLL-TBM for ITER. Fusion Engineering and Design. 84 (2009) 2114-2117 SCI2 Yong Song, Qunying Huang, Yongling Wang, Muyi Ni. Analysis on trtitium controlling of the dual-cooled lithium lead blanket f
33、or fusion power reactor FDS-II. Fusion Engineering and Design. 84 (2009) 1779-1783 SCI3 Yong SONG, Qunying HUANG, Muyi NI, Yongliang WANG, et. Tritium Analysis of Fusion-Based Hydrogen Production Reactor FDS-III. Fusion Engineering and Design. 85(2010), 1044-1047 SCI4 Y. Song, Q. Huang, M. Ni. Analy
34、sis on Plasma-Driven Tritium Permeation through the First Wall of DFLL-TBM in ITER. Plasma Science and Technology. Vol.11, No.6, Dec. 2009 SCI 16 5 宋勇，黄群英，吴宜 灿，FDS 团队. ITER 中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析. 核科学与工程， 2008，28（3）：263-267. CSCD6 黄群英，宋勇，郭智慧，严资林，李春京，王永亮，吴宜 灿，周新贵，李合琴，巨新 . 聚变堆液态金属锂铅包层多功能涂层研发. 核科学与
35、工程，2008，28（3）：256-262. CSCD2.研究队伍的规模和结构研究队伍规模以及年龄、专业、职称等方面的结构，实验技术人员概况等。研究队伍规模要适度，全时人均资助强度应在 20 万元/人年以上。 总 人 数 高 级 中 级 初 级辅 助人 员博 士后在 读博 士生在 读硕 士生课 题组5 1 2 23.其他中青年学术带头人概况。八、经费申请表 （单 位 ：万 元 ）科 目 名 称 总 预 算 其 中 ：专 项 经 费序 号（1） （2） （3）1 一 、经 费 支 出 1002 1、设 备 费 123 （1）购 置 设 备 费 10 17 4 （2）试 制 设 备 费 05 （3
36、）设 备 改 造 与 租 赁 费 26 2、材 料 费 207 3、测 试 化 验 加 工 费 08 4、燃 料 动 力 费 89 5、差 旅 费 1010 6、会 议 费 811 7、国 际 合 作 与 交 流 费 1012 8、出 版 /文 献 /信 息 传 播 /知 识 产 权 事 务 费 1013 9、劳 务 费 1014 10、专 家 咨 询 费 415 11、管 理 费 816 12、17 二 、经 费 来 源18 1、申 请 从 专 项 经 费 获 得 的 资 助19 2、自 筹 经 费 来 源说明：购置 5 万元以上固定资产及设备等，须逐项说明与课题研究的直接相关性及必要性。设
37、备费共 12 万元，占课题总经费的 12%。其中需要购置的设备为：1 高性能个人电脑 5 台，用于包层模块设计工作与氚分析相关工作，单价为 1.2 万元，合计 6 万元；2 投影仪，打印机，网线，移动硬盘，交 换机等网络设备的购置，共计 4 万元； 18 九、签字盖章及意见我保证申请书内容的真实性，若填报失实，本人将承担全部责任。如 获得专项资助，我将严格遵守国家科技项目管理的各项规定，切实保证研究工作时间， 认真开展工作，实现预期目标。申 请 人 （签字） 年 月 日我单位经过认真审核课题申请书，保证课题申报人资格、研究条件及申请书各项内容的真实可靠。申 报 单 位 盖 章 ： 申报单位负责
38、人签字：年 月 日十、主要学术骨干一览表姓 名 性 别 身 份 证 号 码 专 业 技术 职 务 专 业 单 位 每 年 工 作时 间 (月 ) 签 字宋 勇 男 助 研 核 能 科 学与 工 程等 离 子 体 物 理研 究 所10金 鸣 男 310104198411030053 博 士 生 核 能 科 学与 工 程等 离 子 体 物 理研 究 所 10倪 木 一 男 429001198608210014 博 士 生 核 能 科 学与 工 程中 国 科 学 技 术大 学 10陈 小 强 男 429001198608210014 硕 士 生 控 制 工 程 等 离 子 体 物 理研 究 所 10袁 宝 新 男 422126198809202551 硕 士 生 核 能 科 学与 工 程中 国 科 学 技 术大 学 10说明：身份证号码栏目，现役军人填写军官证号；专业应填目 19 前所从事研究的专业。
